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The Control of Fast Reactors: Current Methods and Future Prospects; Controle des Reacteurs a Neutrons Rapides. Methodes Actuelles et Perspectives d'Avenir; Upravlenie reaktorami na bystrykh nejtronakh. sushchestvuyushchie metody i dal'nejshie perspektivy; Control de Reactores Rapidos: Metodos Actuales y Perspectivas

Abstract

The practical aspects of providing adequate reactivity for the control of fast reactors which differ significantly from those used to control thermal-neutron systems are discussed. These differences result primarily from the rather small fast-neutron cross-sections. There are no strong poisons in a fast-neutron system. As a result, the strong thermal-reactor fission-product poisons (e.g. Xe and Sm) require significantly less reactivity override than the reactivity loss from destruction, by fission and capture, of fissionable material. Because the fast-spectrum atomic cross-sections are relatively small compared with their thermal counterparts, the atomic density of the material plays an important role in the choice of control materials. The current generation of fast-neutron reactor control mechanisms is described. These tend to exploit neutron leakage control, where applicable. If leakage control is not feasible, control by moving of core material has found considerable acceptance. Limited absorber control is also being used. None of these methods has significant advantages for application to the large conceptual central-station power-breeder reactor system unless the internal (core) breeding ratio is very high. Considerable ingenuity will have to be applied for use of either absorber or spectral-shift control methods without seriously affecting the desired and often required neutron economy. Exploratory results pertaining  More>>
Authors:
Loewenstein, W. B. [1] 
  1. Argonne National Laboratory, IL (United States)
Publication Date:
Jun 15, 1964
Product Type:
Conference
Resource Relation:
Conference: Symposium on Physics and Material Problems of Reactor Control Rods, Vienna (Austria), 11-15 Nov 1963; Other Information: 17 refs., 11 tabs.; Related Information: In: Physics and Material Problems of Reactor Control Rods. Proceedings of the Symposium on Physics and Material Problems of Reactor Control Rods| 808 p.
Subject:
22 GENERAL STUDIES OF NUCLEAR REACTORS; BREEDER REACTORS; BREEDING RATIO; CROSS SECTIONS; EXPERIMENTAL DATA; FAST NEUTRONS; FAST REACTORS; FISSION PRODUCTS; FISSIONABLE MATERIALS; FUEL CYCLE; MOCKUP; NEUTRON FLUX; NEUTRON LEAKAGE; REACTIVITY WORTHS; REACTOR CONTROL SYSTEMS; REACTOR SHUTDOWN; SPECTRAL SHIFT CONTROL; TEMPERATURE COEFFICIENT; THERMAL NEUTRONS; THERMAL REACTORS; ZERO POWER REACTORS
OSTI ID:
22127620
Research Organizations:
International Atomic Energy Agency, Vienna (Austria)
Country of Origin:
IAEA
Language:
English
Other Identifying Numbers:
Other: ISSN 0074-1884; TRN: XA13M3033082699
Submitting Site:
INIS
Size:
page(s) 633-666
Announcement Date:
Sep 12, 2013

Citation Formats

Loewenstein, W. B. The Control of Fast Reactors: Current Methods and Future Prospects; Controle des Reacteurs a Neutrons Rapides. Methodes Actuelles et Perspectives d'Avenir; Upravlenie reaktorami na bystrykh nejtronakh. sushchestvuyushchie metody i dal'nejshie perspektivy; Control de Reactores Rapidos: Metodos Actuales y Perspectivas. IAEA: N. p., 1964. Web.
Loewenstein, W. B. The Control of Fast Reactors: Current Methods and Future Prospects; Controle des Reacteurs a Neutrons Rapides. Methodes Actuelles et Perspectives d'Avenir; Upravlenie reaktorami na bystrykh nejtronakh. sushchestvuyushchie metody i dal'nejshie perspektivy; Control de Reactores Rapidos: Metodos Actuales y Perspectivas. IAEA.
Loewenstein, W. B. 1964. "The Control of Fast Reactors: Current Methods and Future Prospects; Controle des Reacteurs a Neutrons Rapides. Methodes Actuelles et Perspectives d'Avenir; Upravlenie reaktorami na bystrykh nejtronakh. sushchestvuyushchie metody i dal'nejshie perspektivy; Control de Reactores Rapidos: Metodos Actuales y Perspectivas." IAEA.
@misc{etde_22127620,
title = {The Control of Fast Reactors: Current Methods and Future Prospects; Controle des Reacteurs a Neutrons Rapides. Methodes Actuelles et Perspectives d'Avenir; Upravlenie reaktorami na bystrykh nejtronakh. sushchestvuyushchie metody i dal'nejshie perspektivy; Control de Reactores Rapidos: Metodos Actuales y Perspectivas}
author = {Loewenstein, W. B.}
abstractNote = {The practical aspects of providing adequate reactivity for the control of fast reactors which differ significantly from those used to control thermal-neutron systems are discussed. These differences result primarily from the rather small fast-neutron cross-sections. There are no strong poisons in a fast-neutron system. As a result, the strong thermal-reactor fission-product poisons (e.g. Xe and Sm) require significantly less reactivity override than the reactivity loss from destruction, by fission and capture, of fissionable material. Because the fast-spectrum atomic cross-sections are relatively small compared with their thermal counterparts, the atomic density of the material plays an important role in the choice of control materials. The current generation of fast-neutron reactor control mechanisms is described. These tend to exploit neutron leakage control, where applicable. If leakage control is not feasible, control by moving of core material has found considerable acceptance. Limited absorber control is also being used. None of these methods has significant advantages for application to the large conceptual central-station power-breeder reactor system unless the internal (core) breeding ratio is very high. Considerable ingenuity will have to be applied for use of either absorber or spectral-shift control methods without seriously affecting the desired and often required neutron economy. Exploratory results pertaining to the advanced systems are cited. The reactivity for control is dictated by reactor shutdown requirements, the reactor fuel cycle (excess reactivity) and, to a lesser extent, the dominant feedbacks. The excess reactivity requirements can be quite well specified in terms of a given fuel cycle but may vary considerably for several similar systems operating on different fuel cycles. The required shutdown reactivity, may be almost arbitrarily specified beyond certain limits. However, there are certain philosophical implications which prevail regarding the specification of this parameter. These considerations are discussed in terms of control reactivity in existing fast reactors as opposed to the amount that is really required for fast power-breeder reactor operation. Typical power- and temperature-dependent feedback parameters are cited for determination of their influence upon the control reactivity requirements. The methods used to predict the reactivity worth of control mechanisms have evolved from crude estimates to quite reliable calculations which can be confirmed by experimental data from critical assemblies. Experimental results and currently reliable analytical techniques are described. Critical experiments for the current generation of fast reactors included many investigations pertaining to the reactivity worth of their control mechanisms as well as peripheral experiments for larger-core-volume advanced systems. Exploratory analytical studies, which indicate that detailed experimental mockup investigations may not be required in the future, are cited. (author) [French] L'auteur examine dans ce memoire les aspects pratiques du probleme qui consiste a fournir une reactivite suffisante pour le controle des reacteurs a neutrons rapides; ce probleme differe dans une grande mesure de celui du controle des reacteurs a neutrons thenniques. Ces differences sont dues en premier lieu au fait que les sections efficaces d'absorption des neutrons rapides sont assez faibles. Il n'existe pas de poisons forts dans un reacteur a neutrons rapides. En consequence, les poisons forts que sont certains produits de fission dans un reacteur thermique (par exemple Xe et Sm) exigent un exces de reactivite beaucoup moins important que n'en exige la perte de reactivite due a la destruction de produit fissile par fission et capture. Comme les sections efficaces pour les neutrons rapides sont relativement petites comparees aux valeurs correspondantes pour les neutrons thermiques, la densite atomique du materiau joue un role important dans le choix des materiaux absorbants. L'auteur decrit les modeles actuels de mecanismes de controle d'un reacteur a neutrons rapides. Ceux-ci ont tendance a tirer parti, la ou cela est possible, du principe du controle des fuites de neutrons. La ou il n'est pas possible d'appliquer ce principe, on a frequemment recours au controle par deplacement de matieres du coeur. On a egalement recours dans une certaine mesure au controle par absorbant. Aucune de ces methodes ne presente d'avantages notables lorsqu'elle est appliquee au reacteur surgenerateur d'une centrale, a moins que le rapport de conversion dans le coeur ne soit tres eleve. Il faudra deployer beaucoup d'ingeniosite pour trouver le moyen d'utiliser les methodes de controle par absorbant ou par modification du spectre sans affecter gravement l'economie des neutrons souhaitee et souvent necessaire. L'auteur mentionne les resultats d'etudes portant sur les systemes les plus perfectionnes. La reactivite qu'il faut donner aux barres de controle est determinee par la reactivite necessaire pour l'arret brusque du reacteur, le cycle du combustible (exces de reactivite) et dans une mesure mouns grande, les effets des facteurs dominants. On peut fixer tres exactement l'exces de reactivite pour un cycle de combustible donne, mais cet exces peut varier considerablement pouf des reacteurs similaires, s'ils fonctionnent avec des cycles de combustible differents. On peut, dans certaines limites, fixer presque arbitrairement la reactivite necessaire pour l'arret brusque. Cependant, certaines considerations militent en faveur d'une determination precise de ce parametre. L'auteur examine la question sous tous ces aspects en comparant la reactivite des barres de controle dans les reacteurs a neutrons rapides actuels et la quantite de reactivite dont on a reellement besoin pour le fonctionnement d'un reacteur surgenerateur a neutrons rapides.. P cite les parametres typiques dependant de la puissance et de la temperature pour determiner leurs effets sur la quantite de reactivite qu'il faut donner aux barres de controle. Les methodes utilisees pour la prevision de l'efficacite des mecanismes de controle ont evolue: au debut, il s'agissait d'evaluations approximatives; on fait maintenant des calculs tout a fait surs que peuvent confirmer les donnees experimentales obtenues grace aux assemblages critiques. L'auteur indique dans ce memoire certains resultats experimentaux et expose les methodes analytiques sflres que l'on emploie couramment. Les experiences critiques portant sur la generation actuelle de reacteurs a neutrons rapides ont comporte de nombreuses recherches concernant l'efficacite de leur mecanisme de commande, ainsi que des experiences a la peripherie du coeur pour l'etude de reacteurs perfectionnes ayant un coeur d'un plus grand volume. L'auteur mentionne des etudes analytiques preliminaires qui montrent qu'il ne faudra peut-etre pas proceder dans l'avenir a des recherches experimentales detaillees sur maquette. (author) [Spanish] El autor examina los aspectos practicos del problema consistente en obtener una reactividad suficiente para el control de los reactores de neutrones rapidos, control que es muy diferente del utilizado en los sistemas de neutrones termicos. Las diferencias se deben en primer lugar a los valores relativamente pequenos de las secciones eficaces para los neutrones rapidos. En un sistema de neutrones rapidos no hay venenos fuertes. Como consecuencia, los fuertes venenos de fision (por ejemplo, el Xe y el Sm) en los reactores termicos exigen un exceso de reactividad mucho menor que la perdida de reactividad causada por la destruccion del material fisionable por fision y captura. Como las secciones eficaces del espectro de neutrones rapidos son relativamente pequenas comparadas con las correspondientes a los neutrones termicos, la densidad atomica del material desempena un papel importante al elegir los materiales de las barras de control. El autor examina los actuales mecanismos de control de los reactores de neutrones rapidos. En la medida de lo posible aprovechan el control por medio de fugas neutronicas. Si este metodo no es aplicable se suele recurrir al control por desplazamiento de los materiales del cuerpo. Igualmente se recurre a un control limitado utilizando un absorbente. Ninguno de estos metodos presenta ventajas considerables cuando se aplica a los'grandes reactores de potencia regeneradores, a menos que la razon interna de regeneracion (del cuerpo) sea muy elevada. Se requerira mucha habilidad para utilizar metodos de control basados en el empleo de un absorbente o en el desplazamiento espectral sin afectar en grado apreciable la economia neutronica deseada y a menudo necesaria. El autor cita algunos resultados preliminares obtenidos con sistemas perfeccionados. La reactividad de control viene determinada por los requisitos relativos a la parada del reactor, al ciclo del combustible (exceso de reactividad) y, en menor medida, por la realimentacion dominante. Pueden especificarse perfectamente los requisitos relativos al exceso de reactividad para un ciclo de combustible determinado, pero esos requisitos varian de modo considerable en otros sistemas similares que funcionen con distintos ciclos de combustible. A partir de ciertos limites, pueden fijarse casi arbitrariamente les requisitos relativos al exceso de reactividad. Sin embargo, existen algunas consideraciones generales que rigen la determinacion de este parametro. Se tienen en cuenta dichas consideraciones al examinar la reactividad de control en los actuales reactores de neutrones rapidos comparandola a la cantidad realmente necesaria para el funcionamiento de reactores de potencia regeneradores y neutrones rapidos. El autor cita parametros tipicos de potencia y de realimentacion en funcion de la temperatura a fin de determinar su influencia en los requisitos relativos a la reactividad de control. Los metodos utilizados para predecir la efectividad de los mecanismos de control han evolucionado desde evaluaciones poco precisas hasta calculos muy fidedignos confirmados experimentalmente en conjuntos criticos. El autor describe los resultados experimentales y las tecnicas analiticas, que suelen ser seguras. Los experimentos criticos que precedieron la construccion de los actuales modelos de reactores de neutrones rapidos comprendieron muchas investigaciones sobre la efectividad de sus mecanismos de control y experimentos marginales para sistemas perfeccionados en los que el cuerpo tiene un volumen mayor. El autor cita algunos estudios analiticos provisionales de los que se puede deducir que no habra necesidad de efectuar en lo sucesivo investigaciones experimentales detalladas en maquetas. (author) [Russian] Obsuzhdajutsja prakticheskie aspekty obespechenija sootvetstvujushhej reaktivnosti dlja upravlenija reaktorami na bystryh nejtronah, kotorye sushhestvenno otlichajutsja ot analogichnyh aspektov pri osushhestvlenii kontrolja sistem teplovyh nejtronov. Jeti razlichija vyzvany glavnym obrazom blagodarja nebol'shim sechenijam na bystryh nejtronah. V sistemah na bystryh nejtronah otsutstvujut sil'nye poglotiteli nejtronov. V rezul'tate jetogo takie sil'nye poglotiteli nejtronov v teplovyh reaktorah, kak produkty raspada (naprimer He i Zt)trebujut znachitel'no men'she reaktivnosti na ih kompensaciju, chem poterja reaktivnosti, vyzvannaja deleniem i zahvatom rasshhepljajushhihsja materialov. Poskol'ku atomnye sechenija bystrogo spektra dovol'no maly po sravneniju s sechenijami dlja teplovyh nejtronov atomnaja plotnost' materiala igraet vazhnuju rol' pri vybore materialov dlja regulirujushhih sterzhnej. Opisyvajutsja sushhestvujushhie tipy kontrol'nyh mehanizmov reaktorov na bystryh nejtronah. Jeti sposoby napravleny na vozmozhnost' ispol'zovanija, tam, gde jeto priemlemo,, kontrolja za utechkoj nejtronov. Kogda takoj kontrol' prakticheski neosushhestvim, to pri menjaetsja kontrol' s pomoshh'ju peredvizhenija materialov aktivnoj zon'/. Primenjaetsja takzhe ogranichennyj kontrol' s pomoshh'ju poglotitelej. Odnako ni odin iz jetih metodov ne daet sushhestvennogo preimushhestva dlja togo, chtoby ego primenjat' k jenergeticheskim reaktoram- razmnozhiteljam krupnyh central'nyh atomnyh stancij, esli vnutrennij (v aktivnoj zone) kojefficient vosproizvodstva ne javljaetsja ochen' vysokim. Dolzhna byt' projavlena bol'shaja izobretatel'nost' dlja togo, cht.oby ispol'zovat' libo metod poglotitelja, libo metod regulirovki spektral'nogo smeshhenija, ne okazav ser'eznogo vlijanija na zhelaemuju i ..chasto trebuemuju jekonomiju nejtronov. Privodjatsja rezul'taty issledovanij, imejushhie-otnoshenie k usovershenstvovannym sistemam. Reaktivnost', neobhodimaja dlja upravlenija reaktorom, opredeljaetsja potrebnostjami ostanovki reaktora, toplivnym ciklom reaktora (izbytochnaja reaktivnost') i v gorazdo men'shej stepeni dominirujushhej obratnoj svjaz'ju. Trebovanija k izbytochnoj reaktivnosti, mogut byt' s uspehom opredeleny dannym toplivnym ciklom, odnako mogut znachitel'no var'irovat'sja dlja celogo rjada analogichnyh sistem, rabotajushhih na razlichnyh toplivnyh ciklah. Neobhodimuju ostatochnuju reaktivnost' mozhno ustanovit' pochti proizvol'no vyshe opredelennoj predel'noj velichiny. Odnako imeetsja celyj rjad filosofskih momentov, kotorye kasajutsja specifikacii jetogo parametra. Jeti soobrazhenija obsuzhdajutsja s tochki zrenija regulirovki reaktivnosti v sushhestvujushhih reaktorah na bystryh nejtronah, poskol'ku jeto svjazano s kolichestvom, kotoroe dejstvitel'no trebuetsja dlja jekspluatacii jenergeticheskih reaktorov-razmnozhitelej. Privodjatsja tipichnye parametry moshhnosti i parametry temperatury, zavisjashhej ot obratnoj svjazi dlja togo, chtoby opredelit' ih vlijanie na trebovanija po upravleniju reaktivnost'ju . Metody, ispol'zuemye dlja togo, chtoby predopredelit' reaktivnost' sootvetstvujushhih kontrol'nyh mehanizmov, polucheny na osnove grubyh podschetov, a takzhe s pomoshh'ju vpolne nadezhnyh vychislenij, kotorye mogut byt' podtverzhdeny jeksperimental'nymi dannymi, poluchennymi na kriticheskih sborkah. Opisyvajutsja jeksperimental'nye rezul'taty i nedavno ispol'zovannye tochnye analiticheskie metody. Kriticheskie jeksperimenty dlja sushhestvujushhej gruppy reaktorov na bystryh nejtronah vkljuchajut mnogo issledovanij, otnosjashhihsja k reaktivnoj sposobnosti ih kontrol'nyh mehanizmov', a takzhe pereferijnyh jeksperimentov dlja usovershenstvovannyh sistem s gorazdo bol'shim ob{sup e}mom aktivnoj zony. Privodjatsja issledovatel'skie analiticheskie raboty, kotorye ukazyvajut na to, chto v budushhem, vozmozhno, ne potrebuetsja provedenie podrobnyh issledovanij na jeksperimental'nyh modeljah v natural'nuju velichinu. (author)}
place = {IAEA}
year = {1964}
month = {Jun}
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